CPR1000核电厂DCS缺省值设置及验证方法研究

对CPR1000核电厂DCS缺省值分析工作的分析范围、原则、方法、以及验证的相关内容进行简单的介绍。通过对缺省值设置及验证方法的研究和实施,可提高核电厂的运行安全,降低设备损坏的风险,避免不必要的跳机跳堆,优化机组运行操作,减轻操作员负担,将机组的可用率维持在较高等级。     

数字化报警规程的验证方法

数字化报警规程作为核电厂的一类重要运行规程,将在数字化仪控技术系统(DCS)中安装使用。当核电厂工艺参数偏离运行范围、设备状态与当前运行状态不符、设备发生故障、系统设备无法操作时触发报警,以避免机组状态进一步恶化。基于在建核电厂数字化报警规程在模拟机上的验证经验、工作流程和验证结果,提出数字化报警规程验证的基本工作方法。基于此方法,能确保报警规程编写和数字化报警规程设计的正确性,从而满足核电厂安全运行的要求。     

核电厂非安全级DCS验证系统KSN子系统测试

为了验证我司自主研发的DCS控制系统Nic Sys2000的功能、性能、测量精度、可靠性、稳定性等指标,我司搭建了核电厂控制系统1:1仿真样机验证系统。该仿真样机验证系统采用Nic Sys2000控制系统,仿照福清核电3#机组。论文介绍了核电厂非安全级DCS仿真样机验证系统中的KSN子系统测试的测试方法,测试结果和测试过程中的问题及解决方法。测试内容包括:功能测试、性能测试、单体测试和设备和控制逻辑测试。通过对仿真样机验证系统的测试,可以更好的验证Nicsys2000系统的各项指标,为我司新产品的研发积累宝贵资料,并为今后系统在核电厂可靠、稳定的运行提供保障。     

可用性分配法优化核电厂非安全级DCS系统设计

为核电厂非安全级数字化仪控系统(DCS)系统在设计阶段明确板卡级设备可靠性要求,在产品设计阶段利用可靠性分配方法将可用性指标合理地分配到组成系统的各部件中,可用性分配结果是开展可靠性预计工作目标和设计参考依据,可靠性预计结果是进行可靠性指标分配调整与系统指标验证的基础,二者相辅相成,通过迭代分配和指标验证为实现核电厂非安全级DCS系统设计优化提供参考。     

“华龙一号”示范工程DCS系统设计

"华龙一号"示范工程是我国自主研发的三代核电机型,其控制系统采用全数字化仪控系统和先进控制室设计(简称DCS系统设计)。"华龙一号"首堆DCS系统设计符合国内以及国际上最新的法规、导则和标准的要求,吸收了国内多个数字化核电厂的建设和运行经验,并充分借鉴国际先进核电厂DCS系统设计理念。与二代加核电厂相比,"华龙一号"首堆工程DCS系统设计充分吸收了福岛核电厂事故后一系列的技术改进,提高了自动化控制水平,满足事故后30 min不干预的设计原则;提高了仪控设备的鉴定水平,满足0.3g地面最大加速度的抗震要求;提高了对设计扩展工况(包括严重事故工况)的防御能力,在发生严重事故且全厂断电工况下,仍能在72 h内为核电厂的严重事故缓解提供必要的监控手段。     

分散控制系统在核电厂的应用

文章简要介绍了分散控制系统(DCS)的特点,通过近几年DCS在我国核电厂的应用情况,并基于我国核电建设的发展现状,详细地论述了几种已经在核电厂中应用的DCS产品特点,并结合DCS在核电厂的应用,在DCS系统设计、安装、调试、维护等阶段分别提出了需要关注的要点。     

核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证

介绍VVER-1000型核电厂声学泄漏监测系统的设计基准和功能,给出判断泄漏过程、确定泄漏量和泄漏位置的系统算法。建立主回路声模型结构图,计算得到环路背景噪声分布,并和实际机组上的试验结果进行对比。建立管道模型的试验台架,并对管道模型进行了试验验证。根据试验数据得到用于计算泄漏量大小和泄漏位置的相关系数。通过核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证,为开发田湾核电厂1、2号机组在线的核电厂声学泄漏监测系统奠定了基础。      

核电厂非安全级DCS最小系统设计

非安全级DCS最小系统作为一种多功能平台具有广泛的应用前景。对DCS最小系统的研究与开发过程进行阐述,对最小DCS系统的功能需求、设计思路、系统结构等进行分析和探讨,并对DCS最小系统的应用效果进行了总结。经测试与应用证明,所设计系统达到预期目标,较好满足了核电厂的生产需求。     

反应堆保护系统应用软件集成测试方法

为进一步确保反应堆保护系统的安全可靠,建立了一套通用应用软件集成测试方法。该方法应用于福清核电厂5号、6号机组RPS系统,本文详细描述了该方法中的测试设计、仿真环境搭建、测试执行以及测试结果评估,为今后其他DCS项目的集成测试提供参考。     

基于人因工程的核电厂控制室系统设计与改进分析

核电厂控制室系统设计是一个不断优化的过程,在这个过程中应用人因工程理论和原则既是法规标准的要求,也是确保优化效果的有力工具。文章阐述了人因工程原则在核电厂控制室系统设计和改进中应用的方法,即在人因工程理论和相关实践分析的基础上,从控制室系统功能、人机界面、数字化规程、控制室布置和环境设计等方面进行全面考虑,如在控制室系统功能设计上设计者需进行过程分析、验证确认和长期跟踪监控等工作。文章提炼了应用人因工程原则进行控制室系统设计与改进时应重点考虑的因素,为核电厂控制室系统设计与改进提供思路和注意事项。     

核电厂一回路温度探头测试数据采集方法研究

反应堆冷却剂系统温度测量通道标定试验(RCP63)中传统的数据采集方法为人工采集法,存在处理效率低、易发生人因失误、可归档性差等问题。针对这些问题,通过研究核电厂中数字化仪控系统(DCS)数据采集特点,在DCS数据库中插入数据脚本的方式进行数据采集。该方法成功应用于红沿河核电厂3号机组,提高了工作效率,减少了可能的人因失误环节。     

核电厂DCS系统运行维护管理策略研讨

通过分析核电厂全数字化仪表控制系统(DCS)对机组稳定运行的影响因素和实际案例,针对核电厂非安全级DCS提出满足单一故障准则的需求,针对核电机组不同运行工况和状态提出单点关键敏感(SPV)设备动态管理的理念,同时阐述了DCS可在线维修能力的必要性,为核电厂DCS的运行维护和管理提供借鉴。     

基于HPD的核电厂分布式控制系统验证与确认

验证和确认(VV)过程是核电厂安全级数字化分布式控制系统(DCS)应用和取证关注的重要问题之一。硬件描述语言可编程逻辑器件(HPD)技术应用于核电厂安全级DCS会给取证带来新的审查问题。对国外的VV法规和美国电气与电子工程师协会(IEEE)标准进行初步分析,依据IEEE 1012-2012标准,结合HPD特性,给出HPD系统各生命周期过程的VV任务和方法,以及基于HPD技术的安全级DCS审查建议。     

CPR1000核电厂数字化仪表控制设计验证技术探讨

基于CPR1000核电厂数字化仪控系统(DCS)设计验证平台,阐述了仪表控制功能设计与主控室人机界面设计正确性与一致性的验证,并通过几个典型动态验证案例,对设计验证技术进行深入探讨。     

核电厂DCS系统功能验证工程模拟机研究

建立了核电厂分布式控制系统(DCS)功能验证工程模拟机系统.该系统采用RELAP5建立热工水力模型,利用MATLAB/Simulink建立电厂主要控制系统数学模型,利用MYSQL建立数据库,利用VisualStudio.NET开发了系统控制台;采用数据采集系统实现工程模拟机与现场DCS系统间的实时信号通讯,从而实现对DCS系统的功能验证.验证结果表明,系统能实现实时运行,并满足DCS系统硬件和逻辑功能测试的要求.     

基于FPGA的核安全级仪控系统设计与验证

为解决基于微处理器技术的核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）中软件共因故障（CCF）的问题,通过多样性手段避免当未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）发生或反应堆保护系统（RPS）因CCF导致丧失安全功能的风险,本文设计了一种基于现场可编程逻辑门阵列（FPGA）技术的核安全级DCS系统平台,并以核电厂中RPS为实例测试验证平台的功能性能。结果表明:基于FPGA的核安全级DCS系统平台在可用性、适用性和可靠性等方面都满足核电厂安全级数字化仪控系统的要求。      

卡拉奇核电厂2号机组全模拟DCS系统研发

本文以卡拉奇核电厂2号机组全模拟DCS系统为研究对象,介绍全模拟系统的仿真实现,简述全模拟DCS系统与实际DCS系统的异同点和仿真关键技术。全模拟DCS系统采用国内自主RINSIM2.0平台软件完成工程开发,测试表明,系统的可用性、仿真精度以及仿真范围均满足行业标准。全模拟技术受实际DCS影响小,研发进度可控,在首堆的模拟系统研发中具有优势。     

基于FPGA的核电厂安全级仪控系统验证与确认

现场可编程门阵列(FPGA)设备因具有行为确定、结构简单、时间响应快、易于取得监管和取证等优点,越来越广泛应用于核安全系统,特别是新一代核电厂安全级仪控系统。FPGA安全级仪控产品可以克服核电仪控系统设备老化问题,是目前核电厂仪控系统进行技术改造的首选方案,满足三代核电高安全性与高可靠性的要求。同时,随着我国核电建设事业的快速发展及三代AP1000技术的引进,被誉为核电厂"神经系统"的数字化控制系统(DCS)的自主化越来越受到人们的关注。但是,核电业主和国家核安全管理当局都要求对FPGA安全级DCS系统进行严格的验证与确认(VV),以保证FPGA安全级DCS产品的高质量和高可靠性。论文探讨了基于FPGA技术的安全级DCS系统研发过程VV生命周期模型、VV标准体系、VV活动和方法,讨论了FPGA技术安全级DCS产品VV可能采用的仿真和测试技术,并提出了FPGA开发工具鉴定的方法。     

核电厂反应堆保护多样性驱动系统功能仿真与验证研究

本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构,对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术———多样性驱动系统（DAS ）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例,对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述,证实其功能设置能有效将机组带入安全状态,缓解事故后果。     

M310及改进型机组运行阶段共性问题研究

M310及改进型机组在我国运行核电机组中占有重要比例,对其共性问题进行总结和梳理不仅有助于提高已建成核电厂的安全运行水平,也可对今后核电厂的设计、建造、运行提供帮助和指导。本文列出六条M310型机组共性问题的筛选准则,梳理出M310型核电厂设计类和运行类共性问题共46项,并给出了这些问题存在的方面和系统。对M310型机组的共性问题进行总结为核电厂的运行和监管提供有益的参考。